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みいかくだら
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1 第 21 回原子力安全委員会資料第 1 号東日本大震災による原子力発電所への影響について平成 23 年 4 月 4 日経済産業省原子力安全保安院平成 23 年 3 月 11 日に発生した東日本大震災による原子力発電所への影響について報告しますまた平成 23 年 3 月 11 日以降に原子炉等規制法第 62 条の 3 の規定に基づき報告がありました事故故障等について同法第 72 条の 3 第 2 項の規定に基づき報告しますあわせて平成 23 年 3 月 11 日以降に電気事業法第 16 条の規定に基づき報告がありました事故故障等について同法第 17 条の 3 第 2 項の規定に基づき報告します添付資料 : 東日本大震災による福島第一原子力発電所の状況について東日本大震災による福島第一原子力発電所以外のプラント状況について原子炉等規制法等に基づき現時点で報告を受けている事故故障等について ( 原子力安全保安院 )

3 東日本大震災による福島第一原子力発電所の状況について 1. 福島第一原子力発電所の状況平成 23 年 4 月 4 日原子力安全保安院 1 号機 (46 万 kw) : 自動停止圧力容器内に給水系ラインを用いて淡水注入中使用済燃料プールへコンクリートポンプ車を用いて淡水放水を実施 2 号機 (78.4 万 kw) : 自動停止圧力容器内に消火系ラインを用いて淡水注入中使用済燃料プールへ冷却系を用いて淡水注入を実施 3 号機 (78.4 万 kw) : 自動停止圧力容器内に消火系ラインを用いて淡水注入中使用済燃料プールへコンクリートポンプ車を用いて淡水放水を実施 4 号機 (78.4 万 kw) : 定期検査により停止中使用済燃料プールへコンクリートポンプ車を用いて淡水放水を実施 5 号機 (78.4 万 kw) : 定期検査により停止中 (2 日 14:3 冷温停止 ) 6 号機 (11 万 kw) : 定期検査により停止中 (2 日 19:27 冷温停止 ) 2. 原子力発電所での事故の概要と対応状況 (1) 福島第一原発 1~3 号機いずれの号機も冷却機能が不十分となり原子炉圧力容器内の圧力が上昇したため圧力を逃がすために主蒸気逃し安全弁 (SR 弁 ) を解放し内部の気体を格納容器内圧力抑制室に排出その後格納容器内圧が上昇したため内部の気体を外部に放出 ( ベントの実施 ) これに伴う外部への放射能漏れ 1 3 号機については炉心の損傷等に伴い発生した水素が建屋上部にたまり水素爆発 ( 推定 )(1 号機 :12 日 15 時 36 分 3 号機 :14 日 11 時 1 分 ) が発生し建屋の上部が破損したが原子炉圧力容器及び原子炉格納容器は損傷せず現在炉心への淡水注水による冷却作業を実施中 2 号機については 15 日 6 時過ぎ爆発音ありサプレッションチェンバー ( 圧力抑制室 ) が損傷した恐れあり引き続き炉心への淡水注水による冷却作業を実施中 2 号機の使用済燃料プールに冷却ラインを用いて淡水注水を実施号機の使用済燃料プールについてはコンクリートポンプ車により淡水放水を実施 1~3 号機へのタービン建屋地下 1 階に放射性物質を含む滞留水発見復水器への移送のための作業中 1~3 号機タービン建屋外のトレンチ ( 配管を敷設しているトンネル状の地下構造物 ) の立坑に水がたまっていることを確認流出防止対策とともに監視実施中 1

4 2 号機バースクリーン近傍のピットから放射性物質を含む水が流出流出防止のための作業実施中 (2) 福島第一原発 4 号機何らかの原因で火災が発生一旦鎮火するも再度発生使用済燃料プールにコンクリートポンプ車で淡水の放水を実施 (3) 福島第一原発 5 6 号機福島第一原発 5 6 号機については定期検査中であったことにくわえ 6 号機の非常用ディーゼル発電機が稼働していたことから比較的安定しており現在冷温停止状態 2

5 福島第一原子力発電所 1 号機の状況 (4 月 4 日 8: 現在 ) 発生後の主要なできごと機密性 2 原子炉圧力 A.45MPa 原子炉圧力 B.693Mpa 11 日 14:46 運転中地震により自動停止状態 : 大きな変動なし 11 日 15:42 1 条通報 ( 全交流電源喪失 ) 除熱プール水温度 - : 絶対圧に換算 11 日 16:36 15 条事象の発生 ( 非常用炉心冷却装置注水不能 ) 状態 : 計器不良機能原子炉水位 A -165mm 12 日 1:2 15 条事象の発生 ( 格納容器圧力異常上昇 ) 原子炉水位 B -165mm 12 日 1:17 ベント開始状態 : 燃料頂部から上記水位 12 日 15:36 爆発音が冠水していない 12 日 2:2 海水及びホウ酸の炉心注水開始 23 日 2:33 消火系に加え給水系を使うことにより炉心への注水原子炉水温度 - 状態 : データなし原子炉圧力容器温度 : 給水ノズル温度圧力容器下部温度原子炉格納容器圧力 :.155MPa 状態 : 大きな変動なし量を増量 (2m 3 /h 18m 3 /h) 9:に給水系のみに切替 (18m 3 /h 11m 3 /h) 24 日 11:3 中央制御室の照明復帰 25 日 15:37 淡水の炉心注水開始 29 日 8:32 仮設電動ポンプでの炉心注水に切替 31 日 12:~2 日 15:26 復水貯蔵タンク (CST) からサプレッションプール水サージタンク (SPT) へ移送開始 31 日 13:3 ~16:4 コンクリートポンプ車による放水 ( 淡水 ) 3 日 12:2 仮設電動ポンプの電源を仮設電源から外部電源に切替 3 日 13:55 復水器からCSTへ移送開始 S/P 水温 - 状態 : データなし S/P 圧力.155MPa 状態 : 大きな変動なし外部電源非常用発電機現状 : プール及び炉心への淡水注入を継続福島第一原子力発電所 2 号機の状況 (4 月 4 日 8: 現在 ) プール水温度 48. サプレッションプール損傷の可能性あり外部電源非常用発電機現状 : プール及び炉心への淡水注入を継続原子炉圧力 A.9MPa 原子炉圧力 B.87MPa 状態 : 大きな変動なし : 絶対圧に換算原子炉水位 A -15mm 13 日 11: ベント開始状態 : 燃料頂部から上記水位が冠水していない原子炉水温度 - 状態 : データなし原子炉圧力容器温度 : 給水ノズル温度 14.3 圧力容器下部温度 - ( 計器不良 ) 原子炉格納容器圧力 :.15MPa 状態 : 大きな変動なし S/P 水温 - 状態 : データなし S/P 圧力 - MPa 状態 : ダウンスケール ( 調査中 ) 3 機密性 2 発生後の主要なできごと 11 日 14:46 運転中地震により自動停止 11 日 15:42 1 条通報 ( 全交流電源喪失 ) 11 日 16:36 15 条事象の発生 ( 非常用炉心冷却装置注水不能 ) 13 日 11: ベント開始 14 日 13:25 15 条事象の発生 ( 原子炉冷却機能喪失 ) 14 日 16:34 海水の炉心注水開始 14 日 22:5 15 条事象の発生 ( 格納容器圧力異常上昇 ) 15 日 :2 ベント開始 15 日 6:1 爆発音発生 15 日 6:2 頃サプレッションプール ( 圧力抑制室 ) 損傷の可能性あり 2 日 15:5~17:2 使用済燃料プール冷却系 (FPC) から使用済燃料プール (SFP) に約 4tの海水を注水 2 日 15:46 パワーセンター受電 21 日 18:22 白煙が発生 22 日 711 7:11 にほとんど見えない程度に減少 22 日 16:7 SFPに約 18tの海水を注水 25 日 1:3~12:19 FPCからSFPに海水を注水 26 日 1:1 淡水の炉心注水開始 26 日 16:46 中央制御室の照明復帰 27 日 18:31 仮設電動ポンプでの炉心注水に切替 29 日 16:3~18:25 仮設電動ポンプに切替 SFPに淡水注水 29 日 16:45~1 日 11:5 復水貯蔵タンク (CST) からサプレッションフール水サージタンク (SPT) へ移送 3 日 9:25~23:5 SFPへ注水していたところ仮設電動ポンプの不調を確認 (9:45) 消防ポンプに切替えて注入するがホース破損が確認 (12:47,13:1) されたため注入中断 19:5に淡水注水を再開 1 日 14:56~17:5 FPCからSFPへ仮設電動ポンプにより淡水注水 2 日 17:1 復水器からCSTへ移送開始 3 日 12:12 仮設電動ポンプの電源を仮設電源から外部電源に切替 3 日 13:47~14:3 バースクリーン近傍にあるピット内におがくず 2 袋高分子吸収材 8 袋裁断処理した新聞紙 3 袋を投入 4 日 7:8~7:11 トレーサー ( 入浴剤 ) 約 13kgを海水配管トレンチ立坑から投入

6 プール水温度 - 除熱状態 : 計器不良機能外部電源非常用発電機福島第一原子力発電所 3 号機の状況 (4 月 4 日 8: 現在 ) 原子炉圧力 A.18Mpa 原子炉圧力 C.2MPa 状態 : 大きな変動なし : 絶対圧に換算原子炉水位 A -18mm 原子炉水位 B -225mm 状態 : 燃料頂部から上記水位が冠水していない原子炉水温度 - 状態 : データなし原子炉圧力容器温度 : 給水ノズル温度 89.8 ( 調査中 ) 圧力容器下部温度原子炉格納容器圧力 :.173MPa 状態 : 大きな変動なし S/P 水温 - 状態 : データなし S/P 圧力.1754MPa 状態 : 大きな変動なし機密性 2 発生後の主要なできごと 11 日 14:46 運転中地震により自動停止 11 日 15:42 1 条通報 ( 全交流電源喪失 ) 13 日 5:1 15 条事象の発生 ( 非常用炉心冷却装置注水不能 ) 13 日 8:41 ベント開始 13 日 13:12 海水及びホウ酸の炉心注水開始 14 日 5:2 ベント開始 14 日 7:44 15 条事象の発生 ( 格納容器圧力異常上昇 ) 14 日 11:1 爆発音 16 日 8:3 頃白煙が発生 17 日 9:48~1:1 自衛隊ヘリによる放水 17 日 19:5~19:15 警察の高圧放水車による散水 17 日 19:35~2:9 自衛隊の消防車により放水 18 日 14 時前 ~14:38 自衛隊消防車 6 台による地上放水 ~14:45 米軍消防車 1 台による地上放水 19 日 :3~1:1 東京消防庁ハイハーレスキュー隊放水 19 日 14:1~2 日 3:4 東京消防庁ハイハーレスキュー隊放水 2 日 11: 格納容器内圧力が上昇 (32kPa) その後低下 2 日 21:36~21 日 3:58 東京消防庁ハイハーレスキュー隊放水 21 日 15:55 頃灰色がかった煙が発生 17:55に煙が収まっていることを確認 22 日 15:1~16: 東京消防庁ハイハーレスキュー隊及び大阪市消防局放水 22 日 22:46 中央制御室の照明復帰 23 日 11:3 13:2 使用済燃料プール冷却系 (FPC) から使用済燃料プール (SFP) に約 35tの海水を注水 23 日 16:2 頃黒煙が発生 23:3 頃及び24 日 4:5に煙の発生が止んでいることを確認 24 日 5:35~16:5 FPCからSFPに約 12tの海水を注水 25 日 13:28~16: 東京消防庁の支援を受けた川崎市消防局による放水 25 日 18:2 淡水の炉心注水開始 27 日 12:34~14:36 コンクリートポンプ車による放水 28 日 17:4~31 日 8:4 頃復水貯蔵タンク (CST) からサプレッションフール水サージタンク (SPT) へ移送 28 日 2:3 仮設電動ポンプでの炉心注水に切替 29 日 14:17~18:18 コンクリートポンプ車による放水 ( 淡水 ) 31 日 16:3~19:33 コンクリートポンプ車による放水 ( 淡水 ) 2 日 9:52 ~12:54 コンクリートポンプ車による放水 ( 淡水 ) 3 日 12:18 仮設電動ポンプの電源を仮設電源から外部電源に切替現状 : プール及び炉心への淡水注入を継続外部電源福島第一原子力発電所 4 号機の状況 (4 月 4 日 8: 現在 ) プール水温度 :- 状態 : 計器不良非常用発電機定検停止中発生後の主要なできごと機密性 2 地震発生時定期検査により停止中 14 日 4:8 使用済燃料プール温度日 6:14 4F の壁が一部破損の確認 15 日 9:38 3 階部分で火災 (12:25 鎮火 ) 16 日 5:45 4 号機で火災事業者によると現場での火は確認できず (6:15) 2 日 8:21~9:4 自衛隊による使用済燃料プール (SFP) への放水 2 日 18:3 頃 ~19:46 自衛隊によるSFPへの放水 21 日 6:37~8:41 自衛隊によるSFPへの放水 21 日 15: 頃パワーセンターまでのケーブル敷設完了原子炉内に燃料体なし 22 日 1:35 パワーセンター受電 22 日 17:17~2:32 コンクリートポンプ車による放水 23 日 1:~13:2 コンクリートポンプ車による放水 24 日 14:36~17:3 コンクリートポンプ車による放水 25 日 6:5~1:2 使用済燃料プール冷却系 (FPC) から SFP に海水を注入 25 日 19:5~22:7 コンクリートポンプ車による放水 27 日 16:55~19:25 コンクリートポンプ車による放水 29 日 11:5 中央制御室の照明復帰 3 日 14:4~18:33 コンクリートポンプ車による放水 ( 淡水 ) 1 日 8:28~14:14 コンクリートポンプ車による放水 ( 淡水 ) 3 日 17:14~22:16 コンクリートポンプ車による放水 ( 淡水 ) 現状 : 原子炉圧力容器に燃料体が存在しないプールへの淡水注入を継続 4

7 福島第一原子力発電所 5 号機の状況 (4 月 4 日 8: 現在 ) 定検停止中機密性 2 プール水温度 :36.1 状況 : が回復原子炉圧力 :.15MPa 原子炉水位 :1864mm 原子炉水温度 :29.9 状況 : 操作により圧力等を制御中 : 絶対圧に換算原子炉圧力容器温度 : 原子炉水温度にて監視中外部電源現状 :2 日 14:3 冷温停止 21 日 11:36 外部電源から受電開始 23 日 17:24 残留熱除去海水系 (RHRS) ポンプが仮設から本設の電源への切り替えの際に自動停止 24 日 16:14 14 RHRS ポンプの修理完了 24 日 16:35 冷却開始炉水とプール水を切替えて除熱プール水温度 :21.5 状況 : が回復福島第一原子力発電所 6 号機の状況 (4 月 4 日 8: 現在 ) 定検停止中原子炉圧力 :.16MPa 原子炉水位 :253mm 原子炉水温度 :48. 状況 : 操作により圧力等を制御中 : 絶対圧に換算機密性 2 原子炉圧力容器温度 : 原子炉水温度にて監視中現状 :2 日 19:27 冷温停止 22 日 19:17 外部電源から受電開始外部電源炉水とプール水を切替えて除熱 5

8 F1 [kpa] [mm] 炉圧 B(kpag) 炉圧 A(kpag) 炉水位 ( 燃料域 A)(mm) 2 1 D/W 圧力 (kpag) S/C 圧力 (kpag) 3/15 : 3/17 : 3/19 : 3/21 : 3/23 : 3/25 : 3/27 : 3/29 : 3/31 : 4/2 : 4/4 : D/W 圧力 [kpag] 炉圧 A [kpag] 炉圧 B [kpag] S/C 圧力 [kpag] 炉水位 ( 燃料域 A) [mm]

9 1F1 圧力容器温度以上 ( オーバースケール ) /22 : 3/23 : 3/24 : 3/25 : 3/26 : 3/27 : 3/28 : 3/29 : 3/3 : 3/31 : 4/1 : 4/2 : 4/3 : 4/4 : 4/5 : 給水ノズル温度圧力容器下部温度

10 炉圧 A D/W 圧力 [KPag] S/C 圧力 [KPag] 炉水位 9 1F2 [kpa] [mm] S/C 圧力炉水位 ( 燃料域 A)(mm) D/W 圧力 (kpag) 原子炉圧力 (kpag) 3/15 : 3/17 : 3/19 : 3/21 : 3/23 : 3/25 : 3/27 : 3/29 : 3/31 : 4/2 : 4/4 : -5

11 5 1F2 圧力容器温度 /22 : 3/24 : 3/26 : 3/28 : 3/3 : 4/1 : 4/3 : 4/5 : 給水ノズル温度圧力容器下部温度

12 F3 [kpa] [mm] S/C 圧力 (kpag) 炉水位 ( 燃料域 B)(mm) 1-1 3/15 : 3/17 : 3/19 : 3/21 : 3/23 : 3/25 : 3/27 : 3/29 : 3/31 : 4/2 : 4/4 : 炉圧 B [KPag] 炉圧 C [KPag] 原子炉圧力 (kpag) D/W 圧力 [Kpag] S/C 圧力 [Kpag] 炉圧 A [KPag] D/W 圧力 (kpag) 炉水位 ( 燃料域 B)[mm]

13 5 1F3 圧力容器温度指示不良 1 5 3/21 : 3/23 : 3/25 : 3/27 : 3/29 : 3/31 : 4/2 : 4/4 : 給水ノズル温度圧力容器下部温度

14 [ ] 2 1F5 [mm][kpa] 炉水位 ( 停止域 )(mm) 炉水温度 ( ) 15 4 炉圧 (kpag) 3/19 : 3/21 : 3/23 : 3/25 : 3/27 : 3/29 : 3/31 : 4/2 : 4/4 : D/W 圧力 [kpaa] 原子炉温度 [ ] 炉圧 A 炉水位

15 [ ] 2 1F6 [mm][kpa] 4 15 炉水位 ( 停止域 )(mm) 炉水温度 ( ) 15 5 炉圧 (kpag) 1 3/19 : 3/21 : 3/23 : 3/25 : 3/27 : 3/29 : 3/31 : 4/2 : 4/4 : D/W 圧力 [kpaa] 原子炉温度 [ ] 炉圧 A [kpag] 炉水位 ( 停止域 )

16 [ ] 1. 1F 使用済燃料プール及び 1F 共用プール温度検出器不良 (3/24 6:35 判断 ) 3/24 18:5 共用プール冷却開始温度 /15 : 3/17 : 3/19 : 3/21 : 3/23 : 3/25 : 3/27 : 3/29 : 3/31 : 4/2 : 4/4 : 日時 1F2プール水温 1F4プール水温 1F5プール水温 1F6プール水温共用プール水温

17 5u:SHC モード (4/3 1:24~) 6u: 非熱モード (4/3 18:18~) 15 福島第一原子力発電所プラント関連パラメータ 4 月 4 日 6: 現在号機 1u 2u 3u 4u 5u 6u 注水状況原子炉水位原子炉圧力給水ラインを用いた淡水注入中流量 6m 3 /h (4/3 17:3) 仮設計器燃料域 A: 165mm 燃料域 B: 165mm.34MPa g(a).592mpa g(b) 消火系ラインを用いた淡水注入中流量 8m 3 /h (4/3 12:12) 仮設計器燃料域 A: 15mm -.11MPa g(a) -.14MPa g(b) 消火系ラインを用いた淡水注入中流量 7m 3 /h (4/3 17:32) 仮設計器燃料域 A: 18mm 燃料域 B: 225mm (4/4 3:3 現在 ).7MPag(A) -.81MPag(C) (4/4 3:3 現在 ) 原子炉水温度 ( 系統流量がないため採取不可 ) 2 原子炉圧力容器温度トライウェル (D/W) サフレッションチェンハー (S/C) 圧力格納容器雰囲気モニタ系給水ノズル温度 :243.1 圧力容器下部温度 :113.4 D/W.155MPa abs S/C.155MPa abs D/W Sv/h S/C Sv/h 給水ノズル温度 :14.3 圧力容器下部温度 1 D/W.15MPa abs S/C ダウンスケール ( 調査中 ) D/ W Sv/h S/C Sv/h 給水ノズル温度 :89.8 ( 調査中 ) 圧力容器下部温度 : (4/4 3:3 現在 ) D/W.173MPa abs S/C.1754MPa abs (4/4 3:3 現在 ) D/ W Sv/h S/C Sv/h (4/4 3:3 現在 ) 1: 計器不良 2: データ採取対象外停止中停止中停止中 2 2 停止域 1864mm (4/4 6: 現在 ).4MPa g (4/4 6: 現在 ) 29.9 (4/4 6: 現在 ) 4u: 原子炉内に発熱体 ( 燃料 ) なし 5,6u: 原子炉水温度にて監視中 2 2 停止域 253mm (4/4 6: 現在 ).5MPa g (4/4 6: 現在 ) 48. (4/4 6: 現在 ) D/W 設計使用圧力.384MPa g(.485mpa abs).384mpa g(.485mpa abs).384mpa g(.485mpa abs) D/W 最高使用圧力.427MPa g(.528mpa abs).427mpa g(.528mpa abs).427mpa g(.528mpa abs) 使用済燃料プール 1 使用済燃料プールスキマーサーシタンクレヘル 45mm mm mm (4/4 3:3 現在 ) (4/4 6: 現在 ) 電源外部電源受電中 ( パワーセンター 2C) 外部電源受電中 ( パワーセンター 4D) 外部電源受電中 (4/4 6: 現在 ) その他情報 3 号機原子炉圧力容器温度についてデータ採取を行い状況推移を継続調査中 2 号機 S/C 圧力について状況推移を継続調査中共用プール : 32 程度 (4/3 8:1) 圧力換算ゲージ圧 (MPa g) = 絶対圧 (MPa abs) - 大気圧 ( 標準大気圧.113 MPa) 絶対圧 (MPa abs) = ゲージ圧 (MPa g) + 大気圧 ( 標準大気圧.113 MPa)

18 東日本大震災による福島第一原子力発電所以外のプラント状況について平成 23 年 4 月 4 日原子力安全保安院東北電力 ( 株 ) 東通原子力発電所 1 号機 (11 万 kw)( 定期検査により停止中 ) ( 状況 ) 定期検査により停止中であり現在冷温停止状態で安定している東北電力 ( 株 ) 女川原子力発電所 1 号機 (52 万 4 千 kw)( 自動停止 3 月 12 日 :58 冷温停止 ) 2 号機 (82 万 5 千 kw)( 自動停止地震時点で冷温停止 ) 3 号機 (82 万 5 千 kw)( 自動停止 3 月 12 日 1:17 冷温停止 ) ( 状況 ) 起動中の2 号機については地震による自動停止により冷温停止状態となりその後津波の影響により冷却ポンプが一部故障したものの他の冷却機能により冷温停止状態で安定しているまた運転中の1 3 号機については地震による冷却機能への影響はなく冷温停止状態で安定している東京電力 ( 株 ) 福島第二原子力発電所 1 号機 (11 万 kw)( 自動停止 3 月 14 日 17: 冷温停止 ) 2 号機 (11 万 kw)( 自動停止 3 月 14 日 18: 冷温停止 ) 3 号機 (11 万 kw)( 自動停止 3 月 12 日 12:15 冷温停止 ) 4 号機 (11 万 kw)( 自動停止 3 月 15 日 7:15 冷温停止 ) ( 状況 ) 地震による津波の影響により号機の海水ポンプが一部故障し冷却機能が低下していたが復旧により冷温停止状態で安定している日本原子力発電 ( 株 ) 東海第二発電所 (11 万 kw) ( 自動停止 3 月 15 日 :4 冷温停止 ) ( 状況 ) 地震による津波の影響により3 台ある非常用 DGのうち1 台が故障したものの他の2 台の非常用 DGにより冷却機能が維持され冷温停止状態で安定している 16

19 原子炉等規制法等に基づき現時点で報告を受けている事故故障等について平成 23 年 4 月 4 日原子力安全保安院東北電力女川原子力発電所 1 号機則に基づく報告 ) 補助ボイラー用重油タンクの倒壊 ( 電気関係報告規東北地方太平洋沖地震により発生した津波の影響により屋外に設置していた 1 号機補助ボイラー用の重油タンクが倒壊しタンク内部に貯蔵していた重油が漏れていることを確認したなお津波到達時には当該補助ボイラーは既に停止しており重油供給は行われていなかった当該タンクの倒壊は電気関係報告規則に基づく主要電気工作物の破損事故に該当するものと判断した東北電力女川原子力発電所 2 号機補機冷却水ポンプ等の故障東北地方太平洋沖地震に伴い起動中の原子炉が自動停止したその後 HPCS DG 及び非常用 DG-2B が起動後自動停止したまた HPCW ポンプ RCW(B) 及び RCW(D) ポンプの浸水並びに RSW(B) 及び RSW(D) ポンプの浸水の可能性を確認したなお原子炉は起動直後 ( 炉水温度 1 未満 ) であったため原子炉自動停止により冷温停止状態となった津波により浸水したポンプのうち RCW(B) 及び HPCW のポンプモータについて工場点検を実施した結果必要な機能を有していないことを確認したなお残りのポンプについては今後順次点検を行っていく東京電力福島第一原子力発電所 1~4 号機原子炉建屋から非管理区域への漏えい東北地方太平洋沖地震に伴い運転中の 1~3 号機の原子炉が自動停止したまた地震に伴う津波の到達により全交流電源が喪失したその後 1~4 号機の原子炉建屋の壁が損壊し建屋内の放射性物質が非管理区域に漏えいしたと判断した原子炉施設への影響等については今後詳細を確認し必要な報告を行う日本原子力発電東海第二発電所非常用ディーゼル発電機用海水ポンプの自動停止東北地方太平洋沖地震に伴い運転中の原子炉が自動停止したまた地震により外部電源の喪失も発生し非常用 DG が 3 台 (2C,2D,HPCS) 自動起動した原子炉の冷却は RCIC と HPCS による冷却水の注入と SR 弁の間欠操作により行っていたまた S/P の冷却は RHR(A) と RHR(B) で行っていたその後地震に伴う津波の影響により非常用 DG-2C 海水ポンプがトリップしたため RHR(A) と非常用 DG-2C を手動停止し S/P の除熱は RHR(B) で行い冷温停止状態となった非常用 DG-2C 海水ポンプのモータについて工場点検を実施した結果必要な機能を有していないことを確認した日本原子力発電東海第二発電所管理区域外への微量の放射性物質の放出 ( 地震以外の案件 ) 東北地方太平洋沖地震の影響により原子炉が自動停止中のところ複合建屋 ( 非管理区域 ) 蓄電池室 2B にあるドレンファンネルからの溢水が確認されたこのためサーベイメータにより溢水した水に汚染がないことを確認した上で非常用ディーゼル発電機室屋上周辺の非管理区域へ排水したその後の調査において排水前に採取したサンプルについてトリチウム測定を実施した結果トリチウムが検出されたことまたゲルマニウム半導体検出器を用いて核種分析を行ったところコバルト 58 及び 6 が検出されたまた当該ファンネルは図面上複合建屋に隣接するサービス建屋 1 階の管理区域内にある実験室サンプに接続されていることが確認されたことから当該サンプ内の廃液が非管理区域へ逆流し漏えいしたものと判断した本事象により排水された廃液の放射能濃度は海水ポンプによる希釈を考慮して法令に定める周辺監視区域外の濃度限度と比較すると約 4 千分の 1 以下と低く環境への影響はない 17

<4D F736F F F696E74202D CC8FF38BB A CBB8DDD816A B A082E8816A E906B8FEE95F196B382B5816A A A2E B8CDD8AB B83685D>

<4D F736F F F696E74202D CC8FF38BB A CBB8DDD816A B A082E8816A E906B8FEE95F196B382B5816A A A2E B8CDD8AB B83685D> 既設冷却系配管と代替冷却装置により淡水を循環外部電源プール水温度 29.5 非常用発電機 2 回線確保電源車仮設 DG 福島第一原子力発電所 1 号機の状況 (8 月 25 日 6:00 現在 ) 仮設電動ポンプにより淡水を注水原子炉圧力 A 0.118MPa 原子炉圧力 B - Mpa 6/4 11:00 より仮設計器の値を絶対圧に換算し A 系に代表して記載原子炉水位 A ダウンスケール原子炉水位